FR3140473A1 - Dispositif de récupération d’isotopes radioactifs médicaux - Google Patents
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Abstract
DISPOSITIF DE RÉCUPÉRATION D’ISOTOPES RADIOACTIFS MÉDICAUX La présente invention concerne un dispositif (10) de récupération d’un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient, destiné à être relié à des toilettes. Il comprend un collecteur d’urine (12), une unité de traitement (14), un système de gestion de pression (16). L’unité de traitement (14) comporte : un dispositif de filtration et de récupération (20) pour chaque isotope radioactif d’intérêt configuré pour filtrer et récupérer l’isotope radioactif d’intérêt,un module de tri (22) reliée au collecteur d’urine (12) configuré pour identifier l’isotope radioactif d’intérêt dans l’urine collectée et orienter l’urine collectée vers le dispositif de filtration et de récupération (20) correspondant à l’isotope radioactif détecté,au moins une chambre de stockage primaire (24) en connexion fluidique avec le dispositif de filtration et de récupération (20) configurée pour récupérer l’isotope radioactif correspondant. Figure de l’abrégé : Fig. 1
Description
La présente invention concerne les dispositifs qui permettent la récupération d’isotope radioactif à partir de liquides biologiques.
De manière connue en soi, la médecine nucléaire est la spécialité médicale utilisant des sources radioactives non scellées à des fins diagnostiques et thérapeutiques.
Plus particulièrement, la radiothérapie interne vectorisée (RIV) est la branche thérapeutique de la médecine nucléaire. Son développement est rapide depuis les dernières années notamment dans le cadre de la prise en charge du cancer de la prostate métastatique par des traitements dits «177Lu-PSMA » ciblant le PSMA, antigènes membranaires prostatiques spécifiques (PSMA) exprimé par les cellules cancéreuses.
Lors d’un traitement par RIV notamment par177Lu-PSMA, la majorité du traitement injecté et éliminé par voie urinaire. Dans l’état de la technique actuel, cette radioactivité est par la suite stockée puis éliminée dans la nature lorsque le seuil réglementaire est atteint. Plus précisément, actuellement dans les services de médecine nucléaire, la gestion des déchets radioactifs liquide nécessite la mise en place d’un mobilier et d’une logistique coûteuse avec acheminement et stockage de la radioactivité dans des cuves de décroissances.
L’ensembles des éléments utilisés actuellement concerne :
- des toilettes radioprotégés,
- des dispositifs plombés permettant la radioprotection du personnel,
- des cuves de décroissance radioactive,
- les systèmes de gestion des concentrations en isotope radioactif des solutions aqueuses (non sélectifs).
Avant d’être jetés dans la nature, les déchets radioactifs liquide sont stockés est acheminés dans des cuves de décroissances.
L’augmentation récente des indications d’utilisation de la RIV notamment dans le cancer de la prostate métastatique avec le177Lu-PSMA entraine un besoin accru de production de177Lu (isotope radioactif utilisé pour cette indication). De manière générale, et au-delà de l’exemple des cas de cancers de la prostate, les projections envisagent une augmentation des indications de RIV dans les prochaines années avec le 177Lu mais également avec d’autres isotopes radioactifs (émetteurs β, α, etc.).
L’utilisation de la RIV de ces prochaines années, doit répondre à des défis majeurs liés à l’augmentation des indications. Ces défis correspondent schématiquement en :
- une production croissante d’isotopes radioactifs,
- une meilleure maitrise de l’élimination de ces isotopes radioactifs, actuellement éliminé dans la nature.
- une adaptabilité logistique permettant un accueil croissant des patients.
Les déchets radioactifs générés par le patient présentent un temps de demi-vie inférieur à 100 jours et sont ensuite éliminés dans la nature dès lors que la radioactivité est inférieure à 10 becquerels par litre. Ceci peut générer en cas d’augmentation importante du nombre de patient à traiter des problèmes suite à la saturation des cuves radioactives liés au nombre croissant de patient(e)s traité(e)s
Les techniques connues actuellement permettent une radioprotection du personnel de santé avant élimination dans la nature en respectant la réglementation en vigueur. Ces techniques ne permettent toutefois pas :
- l’isolation sélective des isotopes radioactifs,
- l’isolation des isotopes radioactifs pour leur réintégration dans une voie de production BPF (bonnes pratiques de fabrication),
- la création d’unités thérapeutiques autonomes pour leur gestion des déchets radioactifs et indépendantes d’un circuit de collection commun de la radioactivité (cuve radioactive reliée).
- l’intégration de ces unités dans un circuit de production de médicament radiopharmaceutiques.
Il y a donc besoin, aujourd’hui, d’une solution technique à la liste de problèmes cités ci-dessus. La présente invention cherche ainsi à remédier à tous ces manquements.
La présente invention a notamment pour objectif de proposer d’une part, une solution plus économique permettant de limiter à la fois la production et le stockage des isotopes radioactifs nécessaires et, d’autre part, une solution de protection de l’environnement permettant d’en limiter la pollution en évitant de rejeter les dits isotopes radioactifs dans la nature. La présente invention a également pour objectif de proposer aux unités de soin la possibilité d’adapter rapidement le besoin d’installation de chambre protégé au besoin clinique.
On parvient à réaliser cet objectif, conformément à l’invention grâce à un dispositif de récupération d’au moins un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient, le dispositif étant destiné à être relié à des toilettes, le dispositif comprenant un collecteur d’urine, une unité de traitement, un système de gestion de pression configuré pour déplacer l’urine du collecteur d’urine vers et au sein de l’unité de traitement, l’unité de traitement comportant :
- au moins un dispositif de filtration et de récupération spécifique à chaque isotope radioactif d’intérêt, comportant un élément de rétention d’ions et au moins un réservoir de solution réactive, le dispositif de filtration et de récupération étant configuré pour filtrer et récupérer l’isotope radioactif d’intérêt,
- un module de tri relié au collecteur d’urine configuré pour identifier l’isotope radioactif d’intérêt dans l’urine collectée et orienter l’urine collectée vers l’au moins un dispositif de filtration et de récupération correspondant à l’isotope radioactif détecté,
- au moins une chambre de stockage primaire en connexion fluidique avec chaque dispositif de filtration et de récupération configurée pour récupérer l’isotope radioactif correspondant.
Ainsi, cette solution permet d’atteindre l’objectif susmentionné. En particulier, la présente innovation permet le recyclage des isotopes radioactifs éliminés par voie urinaire des patients. Sachant que les données publiées permettent d’estimer une élimination du Lu-PSMA à environ 45% à 6h de l’injection, cette récupération est donc significative et permet de répondre aux problématiques environnementales et économiques cités ci-dessus par :
- une diminution des besoins de production des différents isotopes radioactifs,
- une solution au stockage prolongée des isotopes radioactifs ainsi qu’une diminution de leur élimination en milieu non contrôlé.
Le dispositif de récupération d’isotope radioactif selon l’invention peut comprendre une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prises isolément les unes des autres ou en combinaison les unes avec les autres :
- le module de tri peut être muni d’un spectromètre configuré pour détecter l’isotope radioactif d’intérêt,
- le dispositif peut comporter une chambre de stockage primaire pour chaque isotope radioactif d’intérêt,
- le déplacement de l’urine du patient peut être activée par détection de liquide dans le collecteur d’urine,
- le dispositif peut comprendre une chambre de stockage secondaire configurée pour récupérer des éléments aqueux de l’urine collectée, ladite chambre de stockage secondaire étant en connexion fluidique avec le module de tri et chaque dispositif de filtration et de récupération,
- le système de gestion de pression peut être configuré pour générer :
- une pression négative dans le module de tri en réponse à la détection de liquide dans le collecteur d’urine,
- une pression positive dans le module de tri en réponse à la détection de l’isotope radioactif d’intérêt.
- une pression négative dans la chambre de stockage primaire en réponse à une libération de la solution réactive du réservoir du dispositif de filtration et de récupération,
- l’élément de rétention d’ions du dispositif de filtration et de récupération peut être une résine échangeuse de cations,
- le dispositif peut comporter également un collecteur de selles,
- le dispositif peut comporter également une chambre de purification,
- la chambre de purification peut comporter un module de dissociation.
Un autre objet de la présente demande concerne un procédé de récupération d’au moins un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient, mis en œuvre au moyen du dispositif tel que décrit ci-dessus. Le procédé comporte les étapes suivantes :
- collecte de l’urine du patient au moyen du collecteur d’urine,
- aspiration de l’urine vers le module de tri,
- détection de l’isotope radioactif d’intérêt et orientation de l’isotope radioactif d’intérêt vers un dispositif de filtration et de récupération correspondant,
- piégeage de l’isotope radioactif d’intérêt sur le dispositif de rétention du dispositif de filtration et de récupération,
- libération de la solution réactive de manière à libérer l’isotope radioactif d’intérêt,
- transfert fluidique et stockage dudit isotope radioactif d’intérêt vers la chambre de stockage primaire.
L’invention sera mieux comprise, et d’autres buts, détails, caractéristiques et avantages de celle-ci apparaîtront plus clairement à la lecture de la description explicative détaillée qui va suivre, de modes de réalisation de l’invention donnés à titre d’exemples purement illustratifs et non limitatifs, en référence aux dessins schématiques annexés. Sur ces dessins :
Comme visible sur la , la présente invention concerne un dispositif 10 de récupération d’au moins un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient.
Le dispositif 10 est destiné à être relié à des toilettes sur lesquelles le patient s’installe pour se soulager, après une intervention médicale impliquant un isotope radioactif d’intérêt. Le dispositif 10 présente les proportions d’une armoire, préférentiellement de maximum 2m2, de manière à pouvoir s’intégrer dans l’infrastructure d’une chambre
Le dispositif 10 selon la présente invention comprend, à cet effet :
- un collecteur d’urine 12,
- une unité de traitement 14,
- un système de gestion de pression 16 configuré pour déplacer l’urine du collecteur 12 vers et au sein de l’unité de traitement 14.
Le collecteur d’urine 12 présente une forme générale de bol adaptable sur toilette radio-protégée et non radio-protégée. Le collecteur d’urine 12 est au moins partiellement constitué d’une matière peu adhérente permettant l’élimination de l’ensemble des éléments collectés, comme par exemple du téflon.
Afin de mettre le collecteur d’urine 12 en contact fluidique avec l’unité de traitement 14, le fond du collecteur d’urine 12 présente un clapet s’ouvrant par aspiration.
Cette aspiration est déclenchée par le système de gestion de pression 16, lors de la détection de liquide dans le fond du collecteur d’urine 12. Cette détection se fait plus particulièrement par la détection d’une pression négative comprise en 0.5 et 1bar. La détection peut également correspondre à la présence du patient sur les toilettes. Lorsque la personne s’éloigne du dispositif. Cette détection est rendue possible par la présence de capteurs sur le collecteur d’urine 12. A cette étape, le système de gestion de pression 16 joue un rôle de système d’aspiration de l’urine. Cette aspiration permet d’éviter la stagnation de l’urine radioactive dans le collecteur d’urine 12 à l’extérieur de l’unité de traitement 14.
Le rinçage du collecteur d’urine 12 est préférentiellement géré de manière automatique par un dispositif de distribution d’eau. Ce rinçage est préférentiellement minime et s’effectue par plusieurs giclures d’eau afin de limiter la quantité d’eau ajoutée tout en éliminant la radioactivité possiblement résiduelle dans le collecteur d’urine 12.
Dans une série de modes de réalisation alternatifs, le dispositif présente deux collecteurs 12, 17 différents : le collecteur d’urine 12 et un collecteur de selles 17. Les deux collecteurs 12, 17 sont séparés et s’adaptent sur les toilettes radio-protégées existantes, c’est-à-dire que les toilettes présentent un séparateur central avec en avant le collecteur d’urines 12 et en arrière, le collecteur de selles 17.
Dans un premier mode de réalisation alternatif, le collecteur de selles 17 n’est pas connecté à l’unité de traitement 14. Le collecteur de selles 17 est en connexion fluidique avec une chambre de stockage secondaire 18.
Afin de mettre le collecteur de selles 17 en contact fluidique avec la chambre de stockage secondaire 18, le fond du collecteur de selles 17 présente un clapet s’ouvrant par aspiration. Cette aspiration est déclenchée de manière similaire à ce qui est décrit plus haut pour le collecteur d’urine 12. Le rinçage du collecteur de selles 17 est également semblable à celui du collecteur d’urine 12 décrit ci-dessus.
La chambre de stockage secondaire 18 se présente préférentiellement sous la forme d’une mini-cuve radioprotégée. La chambre de stockage secondaire 18 comporte une hélice motorisée permettant le broyage des selles collectées. La chambre de stockage secondaire 18 comporte également de la chaux afin d’arrêter la fermentation des selles. Elle permet également la mise en œuvre d’un procédé de liquéfaction des selles à partir de liquides éliminés par l’unité de traitement 14 et d’un liquide de rinçage du collecteur de selles 17.
Le collecteur d’urine 12 est connecté à l’unité de traitement par une canalisation d’entrée 19 constituée au moins partiellement d’une matière radioprotectrice. Cette canalisation d’entrée 19 est configurée pour rendre la distance parcourue par l’urine entre le collecteur d’urine 12 et l’unité de traitement 14 la plus courte possible Cette canalisation d’entrée 19 présente une longueur de l’ordre du mètre. Cette distance est la plus courte possible pour permettre de réduire les pertes, d’éviter la stagnation en tuyauterie et de limiter l’investissement nécessaire pour radio-protéger ces éléments.
Afin de minimiser les risques de développement biologique dans l’unité de traitement 14 ainsi que dans le produit final, la canalisation d’entrée 19 comporte au moins un filtre. Ainsi, l’urine collectée est filtrée sur au moins un filtre présentant préférentiellement des pores de 0,22µm. Ceci permet de retenir les cellules de l’épithélium urinaire, les débris cellulaires ainsi que les bactéries classiquement présents dans l’urine d’un patient. Ces déchets peuvent être transférés vers la chambre de stockage secondaire 18.
L’unité de traitement 14 présente une enveloppe externe radioprotectrice, de manière à ce que l’intérieur de l’unité de traitement soit radioprotégée pour traitement. Cette protection est nécessaire pour protéger à la foi les patients n’ayant pas été traités par radiothérapie interne vectorisée, les soignants et les accompagnants. Cette protection permet d’installer le dispositif 10 dans n’importe quel environnement, en particulier un environnement non radioprotégé tel qu’une chambre d’hôpital normale.
Comme visible sur la , l’unité de traitement 14 comporte :
- au moins un dispositif de filtration et de récupération 20 spécifique à chaque isotope radioactif d’intérêt,
- un module de tri 22 relié au collecteur d’urine 12 par la canalisation d’entrée 19 et reliée au dispositif de filtration et de récupération 20,
- au moins une chambre de stockage primaire 24 en connexion fluidique avec chaque dispositif de filtration et de récupération 20 configurée pour récupérer l’isotope radioactif correspondant.
Le module de tri 22 est ainsi configuré pour identifier l’isotope radioactif d’intérêt dans l’urine collectée et orienter l’urine collectée vers l’au moins un dispositif de filtration et de récupération 20 correspondant à l’isotope radioactif détecté.
Il est courant de qualifier un « isotope radioactif », de « radioisotopes ».
A cet effet, dans le mode de réalisation représenté sur la , le module de tri 22 comporte une chambre de tri 26 abritant un spectromètre 28. Le module de tri 22 comporte également une unité de calcul 30 connectée au spectromètre et au système de gestion de pression 16. La connexion fluidique entre la chambre de tri 26 du module de tri 22 et le dispositif de filtration et de récupération 20 est, par ailleurs, assurée par au-moins une valve anti-reflux 32, commandée par l’unité de calcul 30 et configurée pour ne s’ouvrir qu’en réponse à la détection de l’isotope radioactif d’intérêt.
A l’arrivé de l’urine collectée dans la chambre de tri 26, l’isotope radioactif d’intérêt est ainsi détecté par spectrométrie (sonde gamma/béta/alpha) du type de radio-isotope avec différentiation, par exemple131I,177Lu,225Ac,161Tb,149Tb,67Cu.
De manière connue de toute personne du métier, les molécules d’isotopes radioactifs (ou radioisotopes) d’intérêt ne sont pas injectés seuls aux patients. Ce qui est injecté aux patients est une assemblable de plusieurs molécules dont le radio-isotope d’intérêt. Cet assemblage de molécules et classiquement appelé « médicament radiopharmaceutique » et s’abrège MPR. Ainsi, chaque MRP comprend classiquement, dans la majorité des cas, une molécule vectrice et un isotope radioactif. En se fixant sur les cibles exprimant un biomarqueur correspondant, le MRP permet d’étudier un processus physiologique. L’isotope radioactif permet de suivre cette molécule dans le patient et permet de faire des examens d’imagerie. Dans certains cas particuliers, les patients sont traités directement par l’isotope radioactif du MRP. Il ne s’agit pas alors d’un moyen d’imagerie mais d’un moyen de soin, directement. Cette manière de lier l’isotope radioactif d’intérêt à une molécule vectrice est classiquement appelée radiothérapie interne vectorisée. Un chélateur permet d’attacher l’isotope radioactif à la molécule vectrice. Un radioisotope libre n’est pas attaché à la molécule vectrice ni au chélateur. Le radioisotope chélaté est un isotope radioactif attaché par des liens non covalents dans le chélateur.
En fonction de l’isotope radioactif détecté, l’unité de calcul 30 actionne la valve anti-reflux 32 correspondante. Chaque valve anti-reflux 32 s’ouvre ainsi sur un circuit fluidique autonome et isolé formant, chacun, un dispositif de filtration et de récupération 20.
Chaque dispositif de filtration et de récupération 20 comporte un élément de rétention d’ions 36 et au moins un réservoir de solution réactive 38. Chaque dispositif de filtration et de récupération 20 est configuré pour filtrer et récupérer l’isotope radioactif d’intérêt détecté dans la chambre de tri 26. Chaque élément de rétention d’ions 36 est préférentiellement à usage unique.
De manière préférentielle, l’élément de rétention d’ions 36 est une résine échangeuse de cations. Ce type de résine permet d’accrocher toutes les molécules/ions chargés positivement sur la phase solide et de laisser passer les molécules neutres ou les molécules/ions chargés négativement. Ce type de résine doit résister à une large gamme de pH et doit avoir une affinité élevée pour les ions divalents et/ou trivalents tout en permettant leur élution par après pour récupérer le MRP/radioisotope libre. Les résines de type Chromafix®PS-H+commercialisées par la société Macherey-NagelTMpourraient être adaptées à ce type d’utilisation.
De manière préférentielle, le réservoir de solution réactive 38 contient une solution cationique à haute concentration. Il doit être rechargé régulièrement.
Cet élément de rétention d’ions 36 permet d’assurer l’élimination de l’eau et de concentrer le médicament radiopharmaceutique (MRP) et l’isotope radioactif d’intérêt. En effet, L’urine étant composée de plus de 95% d’eau, il est donc critique de pouvoir éliminer l’eau en excès et concentrer le MRP/l’isotope radioactif d’intérêt. Plus précisément, l’élément de rétention d’ions 36 permet le piégeage des radioisotopes libres et chélatés (MRP) (par exemple sur une résine échangeuse de cations). Les MRP et les radioisotopes sont ainsi retenus dans l’élément de rétention d’ions 36 pendant que l’eau en excès est évacuée. L’eau en excès (et de manière générale les éléments aqueux associés) ainsi récupérer peut-être transférée, par le système de de gestion de pression 16, vers la chambre de stockage secondaire 18.
Dans le cas où les urines collectées ne comportent pas d’isotope radioactif d’intérêt, les urines collectées peuvent être transférées, par le système de gestion de pression 16, directement dans le réservoir de stockage secondaire 18.
Une fois l’eau en excès évacuée, les radioisotopes sont ensuite élués avec la solution cationique à haute concentration du réservoir 38. Le piégeage des radioisotopes libres et chélatés se fait lorsque l’urine est mise en circulation, par le système de gestion de pression 16, à travers l’élément de rétention d’ions 36. L’élution est également dirigée par le système de gestion de pression 16. Tout ceci est contrôlé par l’unité de calcul 30.
A la sortie du dispositif de filtration et de récupération 20, l’isotopes radioactif d’intérêt récupéré est transféré, par l’actionnement du système de gestion de pression 16 la chambre de stockage primaire 24 dédiée au stockage de l’isotope radioactif d’intérêt.
Chaque chambre de stockage primaire 24 est adaptée à l’isotope radioactif sélectionné par le module de tri 22 afin de ne pas le mélanger avec des radioisotopes différents.
Comme l’élément de rétention d’ions 36 de chaque dispositif de filtration et de récupération 20 est à usage unique, le module de tri 22 oriente chaque nouvelle usine collectée vers un nouveau dispositif de filtration et de récupération 20, même si l’isotope radioactif d’intérêt est le même entre deux collectes. Toutefois tous les isotopes radioactifs d’intérêt d’un même type sont stockés dans la même chambre de stockage primaire 24. Dans la mesure des capacités de ladite chambre de stockage primaire 24.
Chaque chambre de stockage primaire 24 est ainsi reliée à au moins un, préférentiellement plusieurs, dispositif(s) de filtration et de récupération 20 par un tuyau avec au moins une valve anti-reflux et obturation automatique mécanisée commandée par l’unité de calcul 30.
Chaque chambre de stockage primaire 24 est amovibles et remplaçables pour vidange de leur contenu. Chaque chambre de stockage primaire 24 peut être amovible de manière robotisée et semi-automatique. Dans ce cas, le dispositif 10 comporte en outre charriot motorisé permettant le transfert et le change de chaque chambre de stockage primaire 24 sans manutention.
Chaque chambre de stockage primaire 24 présente préférentiellement une forme de cube ayant une longueur de côté allant de 40 à 50cm. De manière à protéger l’environnement de toute forme de radioactivité, chaque chambre de stockage primaire 24 présentant une paroi interne comportant une matière peu adhérente et nettoyable à l’autoclave. Chaque chambre de stockage 24 présente également une paroi externe au moins partiellement constituée de matière limitant la diffusion des rayonnements gamma. L’épaisseur de ces deux parois est adaptée aux émissions de chaque isotope radioactif d’intérêt. Chaque chambre de stockage primaire 24 présente en outre un espace entre sa paroi internet et sa paroi externe, cet espace pouvant contenir du plexiglass de manière à limiter la diffusion des rayonnements ß-.
Chaque chambre de stockage primaire 24 est reliée à l’unité de contrôle 30 du module de tri 22 et présente un système de jauge connectée permettant en temps réel de connaitre la quantité de liquide ou matière accumulée.
Les autres radioisotopes non gérés par le dispositif de filtration et récupération 20 peuvent être transférés, par le système de gestion de pression 16 vers la chambre de stockage secondaire 18.
Pour résumer, comme illustré sur la , le système de gestion de pression 16 est notamment configuré pour générer :
- une pression négative dans la chambre de tri 26 (et la chambre de stockage secondaire 18) en réponse à la détection de liquide dans le collecteur d’urine 12 (et/ou le collecteur de selles 17) afin de transférer l’urine collectée (et les selles) vers la chambre de tri 26 (ou la chambre de stockage secondaire 18) (voir référence 100 sur la
- une pression positive dans la chambre de tri 26 en réponse à la détection de l’isotope radioactif d’intérêt, afin de transférer l’urine collectée vers le dispositif de filtration et de récupération 20 (voir référence 200 sur la
- une pression négative dans la chambre de stockage primaire 24 en réponse à une libération de la solution réactive du réservoir 38 du dispositif de filtration et de récupération 20, afin de transférer les solutions à conserver vers la chambre de stockage primaire 24 (voir référence 300 sur la
Lorsque celle-ci est présente, le système de gestion de pression 16 maintient une pression négative permanente dans la chambre de stockage secondaire 18 afin d’y envoyer, au fur et à mesure, les différents déchets des différentes étapes de tri, de filtrage et (selon les modes de réalisation) de purification.
Le dispositif 10 selon la présente invention, permet donc la mise en œuvre d’un procédé de récupération d’au moins un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient. Le procédé comporte les étapes suivantes :
- collecte de l’urine du patient au moyen du collecteur d’urine 12,
- aspiration de l’urine vers le module de tri 22,
- détection de l’isotope radioactif d’intérêt et orientation de l’isotope radioactif d’intérêt vers un dispositif de filtration et de récupération 20 correspondant,
- piégeage de l’isotope radioactif d’intérêt sur le dispositif de rétention 36 dispositif de filtration et de récupération 20,
- libération de la solution réactive de manière à libérer l’isotope radioactif d’intérêt,
- transfert fluidique et stockage dudit isotope radioactif d’intérêt vers la chambre de stockage primaire 24.
Dans certains modes de réalisation, l’unité de traitement 14 comporte par ailleurs une unité de purification 40 configurée pour purifier les radioisotopes récupérés par le dispositif de filtration et de récupération 20. Dans les cas où l’unité de traitement 14 ne comporte pas d’unité de purification 40, la purification a lieu en dehors du dispositif 10, soit sur le site de recueil de l’urine du patient soit sur un site de conditionnement.
L’unité de purification 40 comporte notamment une colonne de chélateurs 42, une colonne d’anticorps anti-chélateurs 44 (chaque colonne étant préférablement à usage unique), un réservoir de solution tampon 46, un réservoir de solution acide 48 (chaque réservoir devant être rempli régulièrement) permettant la mise en œuvre d’un procédé de purification tel que décrit ci-dessous :
- Passage sur la colonne de chélateurs 42 (par exemple une colonne de silice greffée avec des chélateurs de type DOTA, ou DTPA, ou tout autre chélateur ayant une affinité relative pour les radioisotopes libres et permettant leur relâche dans des conditions aisées). Cette étape permet la récupération des radioisotopes libres en solution, tels que, par exemple [177Lu]Lu+++, [225Ac]Ac+++, etc. (qui ne sont pas chélatés par le MRP). Les anticorps anti-DOTA sont assez spécifique de ce chélateur mais peuvent potentiellement reconnaitre d’autres type de chélateurs macrocycliques structurellement similaires au DOTA.
- Le « flow through » de la colonne au I. est alors passée sur la colonne d’anticorps anti-chélateurs 44 (par exemple une colonne de résine greffée avec des anticorps anti-chélateur du MRP (DOTA...)) Cette étape permet de récupérer des MRP intacts (ou tout du moins de leur partie de chélation contenant le radioisotope).
- Si le dispositif 10 comporte une unité de purification 40, le « flow through » de la colonne au II est envoyé directement dans la chambre de stockage secondaire 18. Si non, le « flow through » de la colonne au II n’est pas conservé.
- Les deux colonnes aux I. et II sont par la suite lavées avec une solution faiblement acide (pH 6-6.5) issue du réservoir de solution tampon 46 afin de permettre de décrocher les différentes molécules ayant des interactions non spécifiques avec les colonnes. Si le dispositif 10 comporte une unité de purification 40, est envoyée directement dans chambre de stockage secondaire 18. Si non, cette solution n’est pas conservée.
- Les deux colonnes aux I. et II sont par la suite traitées avec une solution acide (pH 3- 5) issue du réservoir de solution acide 48 afin de permettre de décrocher les radioisotopes libres (colonne au I) et les entités retenues sur la colonne greffée avec le chélateur (colonne au II). Cette solution est conservée et va ensuite être soumise aux étapes de dissociation du chélateur pour retrouver une solution de radioisotopes libres uniquement.
La colonne présentée en exemple au point I est conçue spécifiquement pour l’utilisation de générateurs de177Lu à partir de177mLu et présente un avantage important dans le cas où une grande quantité de radioisotopes libres se trouvent dans les urines collectées (dû à une dissociation normale du chélateur ou via la radiolyse du DOTA.
Dans certains modes de réalisation, la chambre de purification 40 du dispositif 10 comporte en outre, un module de dissociation 50 configurée pour dissocier le radio/isotope du chélateur. La solution récupérée au point V est alors, soit envoyée dans un centre de traitement dans les cas où la chambre de purification 40 n’est pas munie du module de dissociation, soit transférée dans le module de dissociation pour permettre la dissociation entre radioisotope.
Le module de dissociation 50 permet la mise en œuvre d’une étape de dissociation du radioisotope et du chélateur.
Cette dernière étape consiste à forcer le radio-métal à sortir du chélateur en acidifiant le milieu dans lequel le MRP se trouve. En effet, en présence d’ions H+, la dissociation chélateur/radioisotope peut se faire plus facilement. Il s’y associe le chauffage de la solution hautement concentrée en H+permettant d’accélérer la dissociation chélateur/radioisotope.
Il est à noter que la dissociation chélateur/métal est une étape très lente et l’un des atouts de la présente invention, lorsque le dispositif 10 est muni d’une chambre de purification 40 comportant un module de dissociation 50 est d’accélérer ce processus afin de réutiliser une grande partie du radioisotope libre pour de nouveaux marquages de MRP.
Comme visible sur la , chaque élément de l’unité de traitement 14 est préférentiellement relié, par un système de valves anti-reflux et de connexions fluidiques, à la chambre de stockage secondaire 18 (lorsque celle-ci est présente) afin de pouvoir évacuer les déchets à chaque étape du processus de récupération de radioisotope. La présence de valves anti-reflux est importante pour s’assurer que les fluides ne circulent que d’un seul sens, en direction de la chambre de stockage secondaire 18 (ou de la chambre de stockage primaire 24, le cas échéant).
Dans le cadre d’un patient traité simultanément par plusieurs radioisotopes d’intérêt présentant un temps de demi permettant d’envisager une séparation et une réutilisation par la suite, le dispositif 10 selon la présente invention pourrait comprendre un module de séparation d’isotopes (non représenté) permettant la mise en œuvre d’un procédé de séparation à l’issu des différents isotopes radioactifs d’intérêt des étapes de « filtration et récupération d’isotopes radioactifs ». Ce procédé de séparation pourra consister en une séparation chromatographique.
La présente invention présente ainsi une solution intégrée de récupération des déchets produits par les patients injectés avec des traitements de RIV comme les urines et les selles. Ainsi, la présente invention permet la revalorisation des urines pour extraire les différentes molécules radioactives et leurs isotopes attachés. Les selles sont collectées pour traitements ultérieurs dans le cas d’isotopes majoritairement évacués par les selles ou décroissance et élimination.
Les différentes étapes du dispositif 10 selon la présente invention intègrent toutes les étapes allant de la collection des urines radioactives au reconditionnement du radioisotope pour reconditionnement bonne pratique de fabrication (BPF).
Claims (10)
- Dispositif (10) de récupération d’au moins un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient, le dispositif (10) étant destiné à être relié à des toilettes, le dispositif (10) comprenant un collecteur d’urine (12), une unité de traitement (14), un système de gestion de pression (16) configuré pour déplacer l’urine du collecteur d’urine (12) vers et au sein de l’unité de traitement (14), l’unité de traitement (14) comportant :
- au moins un dispositif de filtration et de récupération (20) spécifique à chaque isotope radioactif d’intérêt, comportant un élément de rétention d’ions (36) et au moins un réservoir (38) de solution réactive, le dispositif de filtration et de récupération (20) étant configuré pour filtrer et récupérer l’isotope radioactif d’intérêt,
- un module de tri (22) relié au collecteur d’urine (12) configuré pour identifier l’isotope radioactif d’intérêt dans l’urine collectée et orienter l’urine collectée vers l’au moins un dispositif de filtration et de récupération (20) correspondant à l’isotope radioactif détecté,
- au moins une chambre de stockage primaire (24) en connexion fluidique avec chaque dispositif de filtration et de récupération (20) configurée pour récupérer l’isotope radioactif correspondant.
- Dispositif de récupération (10) selon la revendication précédente,caractérisé en ce quele module de tri (22) est muni d’un spectromètre (28) configuré pour détecter l’isotope radioactif d’intérêt.
- Dispositif de récupération (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele dispositif (10) comporte une chambre de stockage primaire (24) pour chaque isotope radioactif d’intérêt.
- Dispositif de récupération (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele déplacement de l’urine du patient est activé par détection de liquide dans le collecteur d’urine (12).
- Dispositif de récupération (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele dispositif (10) comprend une chambre de stockage secondaire (18) configurée pour récupérer des éléments aqueux de l’urine collectée, ladite chambre de stockage secondaire (18) étant en connexion fluidique avec le module de tri (22) et chaque dispositif de filtration et de récupération (20).
- Dispositif de récupération selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele système de gestion de pression (16) est configuré pour générer :
- une pression négative dans le module de tri (22) en réponse à la détection de liquide dans le collecteur d’urine (12),
- une pression positive dans le module de tri (22) en réponse à la détection de l’isotope radioactif d’intérêt.
- une pression négative dans la chambre de stockage primaire (24) en réponse à une libération de la solution réactive du réservoir (38) du dispositif de filtration et de récupération (20).
- Dispositif de récupération (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quel’élément de rétention d’ions (36) du dispositif de filtration et de récupération (20) est une résine échangeuse de cations.
- Dispositif de récupération (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele dispositif (10) comporte également un collecteur de selles (17).
- Dispositif de récupération (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele dispositif (10) comporte également une chambre de purification (40).
- Procédé de récupération d’au moins un isotope radioactif d’intérêt présent dans les urines d’un patient mis en œuvre au moyen du dispositif (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes,caractérisé en ce quele procédé comporte les étapes suivantes :
- collecte de l’urine du patient au moyen du collecteur d’urine (12),
- aspiration de l’urine vers le module de tri (22),
- détection de l’isotope radioactif d’intérêt et orientation de l’isotope radioactif d’intérêt vers un dispositif de filtration et de récupération (20) correspondant,
- piégeage de l’isotope radioactif d’intérêt sur le dispositif de rétention (36) du dispositif de filtration et de récupération (20),
- libération de la solution réactive de manière à libérer l’isotope radioactif d’intérêt,
- transfert fluidique et stockage dudit isotope radioactif d’intérêt vers la chambre de stockage primaire (24).
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|---|---|---|---|
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- 2022-09-30 FR FR2210010A patent/FR3140473B1/fr active Active
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- 2023-09-29 WO PCT/FR2023/051513 patent/WO2024069113A1/fr unknown
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
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| WO2024069113A1 (fr) | 2024-04-04 |
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